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and their Zr-O surface modified electrodes阿部 真知子*; 射場 英紀*; 鈴木 耕太*; 南嶋 宏映*; 平山 雅章*; 田村 和久; 水木 純一郎*; 齋藤 智浩*; 幾原 雄一*; 菅野 了次*
Journal of Power Sources, 345, p.108 - 119, 2017/03
被引用回数：11 パーセンタイル：38.74(Chemistry, Physical)Ni, Co, Mn三元系リチウムイオン電池正極材料について、その劣化機構について、電気化学測定、X線・中性子線測定により調べた。実験の結果、Ni, Co, Mn三元系正極は、層状岩塩型構造とスピネル構造で構成されており、充放電を繰り返すと、充放電に関与しないスピネル構造が表面を覆っていくことが分かった。一方で、Zr-Oで表面をコートした材料は劣化しないことが知られており、その原因を調べた結果、層状岩塩型構造が安定に存在し続けていることが分かった。さらに、電極/溶液界面のLi濃度を上昇していることも分かった。
栗原 良一; 中野 純一; 阿部 定好
原子力eye, 57(3), p.71 - 76, 2011/03
2010年10月11日(月)に「原子力・放射線部門」の技術士第一次試験が実施された。技術士第一次試験は、例年通り、基礎,適性,共通,専門の4科目から構成され、すべて択一式問題であった。本誌では、これら4科目のうちから専門科目35問について、3月号と4月号,5月号の3号に分けて設問と解答の解説を掲載する。本号では、エネルギー分野の設問と解答の解説に加え、専門科目全体の試験内容,出題傾向,対策等について、その概要を記述する。
米田 安宏; 田村 和久; 阿部 浩之; 大島 武; 森本 亮*; 内田 裕久*; 水木 純一郎
Transactions of the Materials Research Society of Japan, 33(4), p.1053 - 1056, 2008/12
水素吸蔵合金であるパラジウムの特性を改変するためにN
イオン照射を行い、エッチングなどによる表面改変に比べ大幅に改善されることがわかった。このしくみを理解するために表面構造を電子顕微鏡で、またミクロスコピックな構造を放射光X線を用いて調べた。Nイオンはパラジウム金属中に留まることはないため、イオン照射時に生じる格子欠陥が水素吸蔵過程に変化をもたらしていると考えられる。SEM観察からは金属パラジウムの表面自体は照射前から圧延時の痕跡が見られ、照射による表面積の拡大が水素吸蔵に影響を与えているとは考えられない。したがって、X線によって明らかとなった格子欠陥によるミクロ構造の変化が本質的に水素吸蔵量と関係していると考えられる。
新井 貴; 西山 友和; 柳生 純一; 河西 敏; 曽根 勇*; 阿部 充志*; 宮 直之
Fusion Science and Technology, 45(1), p.65 - 68, 2004/01
被引用回数：2 パーセンタイル：17.18(Nuclear Science & Technology)将来の核融合実験装置においては長時間放電となるため、従来の積分器を利用した電磁気計測検出器ではゼロ点ドリフトが問題となる。そこで、新しい検出技術として光ファイバを利用した検出器(光CT)を考案した。光ファイバを利用した直流電流センサ(使用波長が1550nm)を試作し、JT-60Uへ適用し、安定したプラズマ電流の測定を行うことができた。また、ファイバセンサに
線照射試験を行い放射線の影響の無いことを確認した。これにより、定常プラズマ電流の測定に見通しを得ることができた。
西山 友和; 新井 貴; 林 孝夫; 柳生 純一; 宮 直之; 阿部 充志*
第32回光波センシング技術研究会講演論文集, p.147 - 152, 2003/00
核融合装置では、プラズマ放電は長時間運転となる。現在の直流電流測定方式であるロゴスキーコイルは、信号を時間積分するためノイズ等による零点ドリフトが懸念される。そのため、ファラデー効果を利用した光ファイバ電流センサを核融合装置へ導入した場合の技術的評価を行っている。臨界プラズマ試験装置(JT-60)で実施した直流電流測定及び放射線照射試験の結果を総合的に紹介し、合わせて核融合装置に適用するための解決すべき課題について報告する。
板垣 正文; 阿部 純一*; 栗林 克明*
Nuclear Technology, 78(8), p.140 - 150, 1987/08
炉外中性子検出器の応答は、炉内中性子源分布のみならず減速材の熱中性子吸収の変化にも依存することがある。この例として、「むつ」陸上臨界試験で予想外の大きな検出器応答が測定された。この試験では制御棒パターン変更のつどボロン濃度を変化させて臨界調整しており、ボロンの熱中性子吸収変化に呼応して検出器指示値が変化した。このボロン効果は従来の検出器応答計算法では取り扱うことができない。CrumpとLeeの方法による従来法に対してボロン効果が扱えるように修正を加えた。補正係数を1次元輸送コードANISNにより計算した。新しい計算手法により陸上臨界試験の実測値をよく再現することができた。船用炉や発電用軽水炉への検出器応答計算適用に関して議論がなされる。
中川 正幸; 阿部 純一*; 佐藤 君英*
JAERI-M 83-066, 74 Pages, 1983/04
高速炉の核特性解析に汎用されるコードをシステム化し、使用効率を高め、エラーを少くするように工夫した。システムに含まれる主なコードは、実効断面積計算用として、EXPANDA-G,SLAROM,ESELEM5を用い、ここで作成した断面積は全て統一された形式で、PDSファイルに記憶される。核計算コードは、CITATION-FBR,ANISN-JR,TWOTRAN2.MORSE,CIPER,SNPERT,PHENIX,3DBであるが、これらを継ぐインターフェイスプログラムとしてJOINTコードが開発された。その他にサービスプログラムと、ユーティリティプログラムがシステムに含まれる。これらを組合せて用いることにより、高速炉の殆どの核特性量が計算可能となった。
阿部 清治; 西 誠; 渡邉 憲夫; 石黒 純一*; 工藤 和夫*; 中村 明*
JAERI-M 83-037, 96 Pages, 1983/03
炉心溶融事故時の原子炉格納容器圧力・温度計算コードTHALES-CV1を開発した。このコードでは、格納容器内の自由空間全体は、ジャンクションによって結ばれた幾つかのコンパートメントに分割される。各コンパートメントは更に、気相連続領域と液相連続領域に分けられ、その境界は自由液面で与えられる。THALES-CV1は、各領域の質量・熱量の系外との出入量を考慮し、格納容器内で圧力一様、各領域内で熱平衡を仮定し、格納容器圧力と、各領域の質量及び温度、それにジャンクションの流量及びエンタルピ等の、時間依存変化を計算する。系外との質量・熱量の出入としては、一次系からのブローダウン流、原子炉キャビティでの水の沸騰、融体-コンクリート反応によるガスの発生、格納容器スプレイの効果、水素爆発時の組成変化と燃焼熱、格納容器壁や内部構造物への伝熱、格納容器外への漏えい等を考慮できる。
阿部 浩之; 内田 裕久*; 森本 亮*; 米田 安宏; 水木 純一郎; 伊藤 久義
no journal, ,
パラジウム(Pd)等の水素吸蔵材料では吸蔵の性能を大幅向上させることは実用上重要である。本研究ではイオン照射が吸蔵能力向上に及ぼす効果や、その機構解明の基礎データ取得のため、イオン照射したPdの水素吸蔵初期反応速度測定や水素吸放出前後の原子構造の変化について調べた。その結果、Pdに対して窒素イオン,クロムイオン照射することで水素吸蔵初期反応速度が向上することが見いだされた。さらにSPring-8を用いて構造解析を行ったところPd原子間距離の広がりを示すピークが確認され、Pd全体として構造膨張することが明らかになった。
